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公开(公告)号：CN113536537B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
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公开(公告)号：CN116417170A
公开(公告)日：2023-07-11
申请号：CN202211738329.9
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种核电厂安全系统配置系统；该系统包括：用于应对设计基准事故的非能动应急堆芯冷却系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统。大量的非能动系统的配置，充分利用了自然循环、重力等非能动特性，极大提高了核电厂的安全性和可靠性，通过非能动安全系统配置方案取消能动设备、取消外部动力源、减少安全支持系统、取消安全级的应急柴油发电机组等措施，简化系统的设计、建造、运行和维护，在确保安全性的同时进一步提高机组经济性。
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公开(公告)号：CN115238579A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210859530.6
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N3/04 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于物理指引下机器学习算法的本构模型构建方法及装置，通过将理论模型与实验数据进行有机结合，建立理论模型与数据驱动模型之间的损失函数；利用随机梯度下降优化算法，对损失函数进行优化，得到最终残差模型；将最终残差模型与理论模型相结合，完成基于物理指引下机器学习算法开发，得到本构模型。该方法可应用于典型热工水力类程序涉及到的本构模型的开发；本构模型包括流型图、壁面阻力模型、壁面换热模型、相间阻力模型、相间换热模型、临界热流密度模型等。本发明以少量的数据样本，显著提升模型的预测精度，解决传统神经网络预测模型的局部发散问题，同时能够根据实验数据拓宽传统经验关系式的应用范围，提升预测精度。
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公开(公告)号：CN113299417B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110570666.0
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统，包括以下步骤:S1、判定停堆工况下主泵是否运行、判定稳压器压力低低安注闭锁信号是否触发、判定热管段是否处于低过冷度，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵运行安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵运行安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵运行和反应堆冷却剂丧失事故为双约束而触发安注动作。
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公开(公告)号：CN111681794B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010565291.4
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 钱立波 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 李仲春 , 蒋孝蔚 , 何晓强 , 陈伟 , 吴丹 , 党高健 , 冉旭 , 喻娜 , 申亚欧 , 黄涛 , 杜思佳
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109977598B
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN201910280875.4
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴丹 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 杜思佳 , 李喆 , 高颖贤 , 王新军 , 王杰 , 申亚欧 , 何晓强 , 陈伟 , 辛素芳 , 李仲春 , 黄涛 , 王静卉 , 钱立波 , 钟明君 , 袁红胜
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F30/18 , G06F113/14 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关键模型的选取以及怎样将热工水力分析结果通过一定的手段转换为载荷结果。
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公开(公告)号：CN115331858B
公开(公告)日：2024-12-17
申请号：CN202210980908.8
申请日：2022-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统，首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS，控制了破损SG二次侧的放射性释放；然后通过对一回路进行持续降温降压，确保了一回路能够达到足够的过冷度和水装量；再通过控制HPMT的注水流量使破损SG的一次侧和二次侧的压力达到初步平衡，从而稳定核电厂状态，终止破损SG一次侧的放射性冷却机向二次侧泄漏；最后将一回路冷却至冷停堆状态，从而形成了一套科学合理的SGTR事故的应对方法，能够有效应对基于非能动应急堆芯冷却系统和二次侧非能动余热排出系统的压水堆核电厂SGTR事故，拓展了核电厂SGTR事故处理的应对范围。
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公开(公告)号：CN115588523A
公开(公告)日：2023-01-10
申请号：CN202211146798.1
申请日：2022-09-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于压水堆核电厂事故分析技术领域，具体涉及一种水密实条件下的复杂两相排放载荷分析方法。本发明包括如下步骤：步骤1、开展造成系统水密实条件下的事故分析，获得稳压器安全阀流量曲线，并判定相对恶劣的初因事件；步骤2、通过稳压器安全阀流量曲线，进行水密实条件下排放过程热工水力分析，获取稳压器安全阀下游排放管道内的参量；步骤3、根据排放管道内的参量，获得排放管线上所有管道的载荷时程曲线。本发明能够评价反应堆系统在发生安注泵误动作、余热排出泵误动作等会导致系统出现水密实工况下时，系统的安全性以及设计的合理性，为应力分析提供载荷输入条件，为管道、支撑、阀门布置等的优化设计提供技术支持。
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公开(公告)号：CN114996782A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615798.5
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/10 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质，涉及堆芯模拟技术领域，其技术方案要点是：建立由热棒、热组件、平均组件三个目标件构成的几何模型，并沿轴线方向对几何模型分段；依据几何模型的几何参数为三个目标件配置相应的功率份额；依据几何模型中的堆芯设计特征数据分别分析得到每一分段模型中三个目标件相对于相应关联件的辐射视角因子；当几何模型的模拟运行参数达到预设条件时，通过辐射换热模型计算出每一个辐射视角因子所对应的辐射换热量，并将同属一个部件的辐射换热量求和得到分段模型中相应目标件的总辐射换热量。本发明能够降低整个堆芯计算获得的包壳峰值温度，提高安全裕量，提升设计灵活度。
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公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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